Охлаждение реакторов

При раздельной компоновке вся защита подразделяется на первичную и вторичную. Первичная защита (или собственно защита реактора) снижает излучение из реактора до величины, сравнимой с интенсивностью излучения активированного теплоносителя. Вся система охлаждения реактора окружается вторичной защитой для уменьщения интенсивности излучения в [c.75]

Работа ядерной энергетической установки связана с переносом тепла от твэлов к устройствам, воспринимающим тепло. Среда, осуществляющая перенос тепла, называется теплоносителем. В качестве теплоносителя широко применяют обычную воду и двуокись углерода. Большое место в будущем отводится реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Для охлаждения реакторов используют также тяжелую воду, органические теплоносители, а иногда гелий. [c.86]

На рис. В. 10 —В. 18 приведены примеры стержневых элементов конструкций из разных областей техники, взаимодействующих с потоком жидкости или воздуха. На рис. В. 10 показана якорная система удержания плавающих объектов. Якорные тросы в ряде случаев рассматривать как абсолютно гибкие стержни нельзя, так как они обладают значительной жесткостью на изгиб и кручение. На рис. В.11 приведена система для охлаждения жидкости, которая протекает в трубках (система охлаждения реакторов). Трубки с жидкостью находятся в потоке. Для более интенсивного охлаждения трубки должны быть с очень тонкими стенками, поэтому аэродинамические силы, зависящие от скорости потока Vo, могут вызвать большие напряжения в трубках (в статике) или вызвать [c.8]

Для пленочного кипения характерно существование паровой пленки, покрывающей поверхность нагрева. Пленочное кипение происходит при большей разности температур между твердой поверхностью и жидкостью. Для воды (и большинства органических жидкостей) при атмосферном давлении этот температурный напор составляет > 100°. Пленочное кипение наблюдается в быстродействующих перегонных аппаратах, при кипении криогенных жидкостей, охлаждении двигателей на химическом топливе, охлаждении реакторов и др. При высоких давлениях коэффициент теплоотдачи при пленочном кипении может так возрасти, что пережога поверхности нагрева не наступает. При высоких температурах при пленочном кипении значительное количество теплоты передается излучением, поэтому коэффициент теплоотдачи при пленочном кипении зависит от излучательных свойств поверхности теплообмена, поверхности жидкости и самого пара. Расчетные зависимости для коэффициентов теплоотдачи при ламинарном движении паровой пленки могут быть получены теоретическим путем. В развернутой форме эта зависимость имеет вид [c.202]

Преимущества двухконтурной схемы состоят в том, что во вторичном контуре отсутствуют следы радиоактивности рабочего те-ла (нет опасности для обслуживающего персонала) и для охлаждения реактора можно использовать любой теплоноситель, в частности жидкие металлы. [c.128]

В Советском Союзе была осуществлена разносторонняя программа теоретических и экспериментальных исследований в этой области. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах был сооружен в 1955 г., а в 1956 г. был пущен новый образец реактора мощностью 100 кВт с ртутным охлаждением. В 1959 г. были проведены исследования натрия в качестве охладителя на реакторе мощностью 5 МВт на быстрых нейтронах. С целью комплексного исследования твэлов и материалов для реакторов на быстрых нейтронах в 1969 г. была создана установка БОР-60 тепловой мощностью 60 МВт. На основе фундаментальных исследований было принято решение принять охлаждение реактора на быстрых нейтронах жидким натрием. [c.188]

Если параметры модуля достигли состояния, опасного для работы реактора, соответствующие аварийные системы откроют клапан 5 на входе в циркуляционный насос и обеспечат подвод холодной воды с высокой концентрацией борной кислоты из бассейна шахты. Обычно этот предохранительный клапан остается открытым в течение 60 с, что вполне достаточно для выведения реактора в подкритическое состояние. Охлаждение воды первого контура и соответствующее изменение ее объема вызывают подвод воды из бассейна через нижний гидравлический затвор. Борная кислота, растворенная в этой воде, приводит к затуханию реактора. Системы охлаждения бассейна шахты, работающие по принципу естественной циркуляции, обеспечивают самостоятельное охлаждение реактора в течение недели. [c.105]

Электродвигатель оборудован маховиком 9, благодаря чему обеспечивается требуемый темп падения частоты вращения ГЦН после его обесточивания, необходимый для надежного охлаждения реактора во всех эксплуатационных режимах. Под маховиком расположен кольцевой электромагнит 8, который вместе с устройствами для питания электромагнита и силоизмерительным тензометрическим устройством, определяющим действующую на радиально-осевой подшипник осевую силу, образует систему электромагнитной разгрузки этого подшипника от осевой силы (см. рис. 4.17). Наличие такой системы позволило использовать в электродвигателе ГЦН радиально-осевой подшипник качения с очень компактной встроенной масляной системой вместо обычно применяемых в ГЦН осевых подшипников колодочного типа. [c.154]

Основным недостатком газовых быстрых бридеров являются трудности охлаждения активной зоны в случае разрыва главного контура и быстрой потери давления и расхода теплоносителя в контуре охлаждения реактора. [c.15]

Для охлаждения реактора, а также для обеспечения безопасности и надежности работы АЭС предполагается предусмотреть три параллельные петли электрической мощностью 100 МВт каждая. [c.34]

Характеристика угольной кислоты как газового теплоносителя. Выбор газа, пригодного для охлаждения реактора, ограничен многими факторами. Воздух для этой цели не пригоден вследствие плохой теплопроводности и большой радиоактивности (при высоких температурах) содержащихся в нем кислорода и азота. Использование водорода выгодно в виду его хороших ядерных и тепловых свойств, но связано со значительным риском образования гремучих газов, трудным уплотнением контура и агрессивностью к металлам при высоких давлениях и температурах. Гелий обладает хорошими тепловыми и отличными ядерными свойствами, химически инертен, но имеет повышенную способность к потерям через уплотнения контура, малодоступен и дорог. Остальные инертные газы не пригодны для этой цели в связи с большим сечением поглощения тепловых нейтронов или же значительной наведенной активностью. Использовать азот также не рекомендуется вследствие большого сечения поглощения тепловых нейтронов и большой радиоактивности (возникновение азота С ). Наиболее целесообразно в качестве газового теплоносителя пользоваться угольной кислотой, которая в меньшей степени, чем другие газы, обладает отмеченными выше недостатками, В первом контуре угольная кислота обычно имеет температуру 100°—500° С и давление 7—65 ат — в зависимости от типа реактора. Примерно [c.24]

В качестве нейтронных замедлителей и для охлаждения реактора используется вода высокой чистоты под давлением 84 ат. Она циркулирует через каналы со стержнями обогащенного урана, заключенными в оболочки из нержавеющей стали, и поступает в корпус реактора при температуре 22П С, нагревается до температуры 232° С, а затем проходит через парогенератор вертикального типа, в котором образуется пар при давлении 14 ат и температуре 208,3° С. [c.305]

Одноконтурная схема совмещает контур охлаждения реактора и энергетический контур. Теплоноситель реактора является одновременно рабочим телом энергетического цикла. [c.6]

Простейшая одноконтурная тепловая схема паросиловой установки с кипением теплоносителя в реакторе представлена на рис. 1. Охлаждение реактора производится при естественной циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора, где происходит и сепарация пара. Возможны видоизменения схемы, например, циркуляция может быть принудительной, а сепарация пара осуществляться в отдельном сепараторе. В турбине насыщенного пара находят применение промежуточная сепарация и перегрев пара. [c.6]

Из недостатков таких схем следует отметить повышенную опасность облучения персонала при обслуживании и ремонте оборудования и невозможность получения во всех случаях оптимальной загрузки делящихся материалов (тепловые и ядерные свойства рабочего тела не всегда позволяют наилучшим образом осуществить охлаждение реактора). Несмотря на эти недостатки, одноконтурные схемы являются весьма перспективными. [c.9]

Жидкие металлы (ртуть, натрий, калий, сплав натрий—калий, литий, висмут, свинец, сплав свинец—висмут и др.) отличаются относительно высокими температурами кипения, что позволяет в системе охлаждения реактора работать при низких давлениях. [c.21]

Тепловой процесс в теплообменных аппаратах ядерных установок имеет свою специфику. Так как температурный уровень охлаждения реакторов пока еще невысок, для достижения максимально возможного к. п. д. в энергетическом цикле необходимо осуществлять работу теплообменников при малых температурных напорах. В большинстве существующих аппаратов наименьший температурный напор составляет 10—25° С. [c.26]

Для охлаждения реакторов используют замкнутые гибкие ленты (рис. 5.6), движущиеся в теплопоглощающей среде (ленточные радиаторы). Контактируя с поверхностью реактора, лента нагревается, а затем при свободном движении отдает тепло окружающей среде или (в" вакууме) излучает тепло в пространство [51 ]. Динамические эффекты, возникающие при стационарном движении абсолютно гибкого стержня, используют при создании баллистической антенны (рис. 5.7) [39 , 41, 44].. Вертикальная или наклонная вытянутая петля быстродвижущегося провода является излучателем антенны. [c.104]

Рассмотрим несколько частных случаев общих уравнений стационарного движения стержня, имеющих прикладное значение. Во введении к этой главе приведен пример, где используется быстродвижущийся гибкий стержень для охлаждения реактора [c.107]

Очистка циркуляционной воды (конденсата) первичного контура охлаждения реактора от продуктов коррозии металла оборудования. [c.235]

Парогаз высокого давления получают в реакторе с воздушным охлаждением. В рабочий объем реактора через форсунку насосом высокого давления подается топливо. Воздух на горение поступает через завихритель, пройдя рубашку охлаждения реактора, где нагревается до температуры 450—500° К. Охлаждающий воздушный тракт выполнен внутри корпуса реактора в виде двух цилиндрических кожухов со спиральными каналами. Воздух проходит по каналу сначала внешнего, а затем внутреннего корпуса и поступает в рабочий объем реактора через завихривающий аппарат. Таким образом, рубашка оказалась разгруженной по давлению. Это позволяет выполнить теплопередающую стенку рубашки достаточно тонкой, что в свою очередь облегчает теплопередачу к воздуху. [c.208]

Наряду со специфическими ядерными свойствами рабочее тело или теплоноситель атомной энергетической установки должны обеспечивать низкую затрату энергии на циркуляцию в контуре охлаждения реактора. От этой характеристики зависит расход энергии на собственные нужды и к. п. д. нетто установки. [c.8]

Для батареи мощностью 6,5 кВт необходима поверхность электродов 18 600 см или 930 см на один элемент. При толщине слоя электролита 3 мм, ширине канала каждого электрода 1 мм и толщине пластин между электродами 1 мм удельный вес топливной батареи равен 4 г/см . Общая масса батареи составляет 74,4 кг. Общий внешний вид батареи амальгамных элементов представлен на рис. 62. В контуре охлаждения реактора циркулирует сплав KHg, в контуре топливной батареи — ртуть и амальгама калия KHg, потоки которых соединяются на выходе из топливной батареи и направляются в парогенератор. На входе в парогенератор концентрация калия — около 25%, температура амальгамы — около 430° С. [c.117]

Распределение температур вдоль трубы при газовом охлаждении реактора [c.447]

Весь реакторный контур, включая парогенератор, расположен внутри цилиндрической железобетонной оболочки диаметром 45 м. Имеются три независимые системы аварийного охлаждения реактора (рис. 2.10). [c.154]

Повышенная инерционность насосов позволяет допустить перерывы электроснабжения длительностью 2—3 с без срабатывания аварийной защиты и обеспечивает надежное охлаждение реактора при его остановке при более длительной потере электропитания ГЦН. [c.155]

J — система контроля герметичности оболочек 2 — сепаратор 3 — канал СУЗ 4 — технологический канал 5—реактор 5—аварийный бак-питатель 7 — барботер 8 — аварийный питательный насос Р — технологические конденсаторы iO — конденсатные насосы технологических конденсаторов // — сепаратор-перегреватель /2 — турбогенератор 13 — конденсатор 14 — конденсатные насосы 1-го и 2-го подъема /5 — подогреватели низкого давления (пять последовательно соединенных) 16 — деаэратор /7 — питательные электронасосы 18 — баллоны системы аварийного охлаждения реактора 19 — доохладители 20 — регенераторы 27 — насосы расхола- [c.251]

В течение ряда лет проводились экспериментальные исследования процессов теплоотдачи в условиях закризисного теплообмена и повторного смачивания в трубах как для всего диапазона параметров аварийного охлаждения реакторов ВВЭР, так и для характерных режимов охлаждения реакторов [21]. Еще в начале 70-х годов США была осуществлена экспериментальная программа FLE HT по исследованию процессов теплообмена в условиях повторного смачивания на полномасштабных сборках водо-водяных реакторов с имитаторами твэлов и разработаны рекомендации, требующие весьма громоздких расчетов. Сложности, связанные с методикой проведения опытов в сборках твэлов и обработкой экспериментальных данных, не позволили разработать приемлемые модели процессов теплообмена в условиях повторного смачивания. Затем были осуществлены исследования в гладких трубах, на основе которых созданы расчетные модели процессов теплоотвода в условиях повторного смачивания. [c.113]

Принципиальная тепловая схема на N204. Принципиальная тепловая схема АЭС БРИГ-300 (рис. 1.1) аналогична схеме АЭС большой мощности БРГД-1500—2000. Для АЭС рекомендуется отработанная на стендах ИЯЭ АН БССР одноконтурная схема охлаждения реактора с газожидкостным циклом с регенерацией при промежуточном давлении [1.29]. [c.33]

В главном контуре АЭС на N204 для повышения безопасности предусматриваются дублирование питательных насосов, использование нескольких петель охлаждения реактора (минимум трех), байпасирование турбины и съем нагрузки с электрогенератора, создание двух подсистем аварийного расхолаживания, работающих независимо друг от друга и на различном принципе действия. [c.38]

На рис. 8 показана принципиальная схема установки с охлаждением реактора водой под давлением (установка атомного ледо- [c.10]

Барабаны-сепараторы аварийной половины реактора все время подпитываются паром неаварийной половины, который выбрасывается через 43 канала РГК с незакрывшимся ОК и частично, смешиваясь с кипящей или немного недогретой водой, через опускные трубы и трубопроводы большого диаметра выбрасывается через сечение разрыва напорного коллектора в плотнопрочный бокс. Если не принимать специальных мер, например, не включать систему продувки и расхолаживания, кипящий режим охлаждения реактора можно поддерживать в течение нескольких недель. В течение всего этого периода до захолаживания воды в БС до 70—80° С поступление воздуха в БС и каналы реактора исключается. [c.150]

Известно, что работа энергоблоков на сниженных мощностях (рис. 2.13) приводит к ухудшению экономических показателей, к перерасходу тепла и соответственно топлива. Так, для ТЭС увеличение расхода топлива на переменных режимах достигает 15— 17 % при работе на мощности до 30 % установленной, 4—7 % при работе на мощности до 50 % установленной. Для АЭС этот фактор еще более существен вследствие более высоких затрат энергии на собственные нужды и остаточного тепловыделения, требующего охлаждения реактора даже при остановленном энергоблоке. Кроме того, при снижении КИУМ на АЭС увеличивается себестоимость электроэнергии, потому что возрастает ее амор-тизационная составляющая уменьшается также и фондоотдача. [c.65]

Наиболее специфичны проблемы и средства обеспечения безопасности при разгерметизации контура охлаждения реактора (аварии с потерей теплоносителя), в том числе при максимальной проектной аварии (МПА) — разрыве напорного коллектора. Разрывы труб малого диаметра 50 и 70 мм для поканального подвода и отвода теплоносителя или трубы канала диаметром 80 мм приводят к сравнительно малому истечению теплоносителя (до 30 кг/с) и компенсируются системами регулирования и резервами основного оборудования блока. [c.144]

Наиболее опасны разрывы больших трубопроводов контура между насосами и активной зоной, так как при этом может сразу прекратиться подача воды в большую фуппу каналов. Поэтому нужна подача охлаждающей воды в каналы из независимого источника — системы аварийного охлаждения реактора (САОР) (рис. 2.4). СЛОР состоит из двух независимых баллонных подсистем кратковременного действия (около 3 мин), подключенных через быстродействующие клапаны к коллекторам этой системы, из которых вода поступает в раздаточные групповые коллекторы. Кроме того, в коллекторы САОР поступает вода и от питательных насосов. [c.144]

Проект Sistem 80+ (совместная американо-гер-манская разработка) предусматривает регулирование мощности реактора вводом в активную зону регулирующих стержней (вместо изменения концентрации бора в замедлителе-теплоносителе). Предполагается использовать топливо с выгорающими поглотителями (гадолинием и эрбием). Объем теплоносителя в контуре увеличен. Система аварийного охлаждения реактора имеет четыре тракта подачи охлаждающей воды, включая прямое инжектирование воды в корпус реактора. Аварийная система питательной воды — пятый, резервный тракт. Разработана автоматизированная система управления, которая позволяет решить проблему перехода к интегральному управлению АЭС [89]. [c.156]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...